Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы радиационной безопасности. Пособие для студентов инженерно-технических специальностей
.pdf
Разделим переменные в полученном дифференциальном уравнении:
dI I dx=−μ
. (2.11)
Возьмем неопределенный интеграл от обеих частей уравнения.
После интегрирования получаем
ln I = – μx + ln С. (2.12)
Пропотенцируем последнее уравнение. Применим начальное условие I = I
при х = 0 и получим С = I0. Окончательно имеем
0
IIe
d=−0μ
. (2.13)
Это закон поглощения излучения в веществе. Он еще называ-
ется законом Бугера-Ламберта-Бера. Смысл его в том, что интен-
сивность электромагнитного излучения при его прохождении через
вещество падает по экспоненциальному закону.
Величина μ называется линейным коэффициентом поглощения
или ослабления. Он измеряется в м
–1
и зависит от природы поглоща-
ющего вещества и энергии падающих γ-фотонов.
На рисунке 2.13 приведена кривая ослабления интенсивности потока γ-излучения в зависимости от толщины поглотителя. Мы видим,
что кривая не пересекается с осью абсцисс, а монотонно приближается к ней с увеличением толщины. Это значит, что какой бы ни была
взята толщина слоя вещества, нельзя полностью поглотить поток γ-излу-
чения, а можно только ослабить его интенсивность в любое заданное число раз. В этом существенное отличие характера ослабления
γ-квантов от характера ослабления α- и β-частиц, для которых
всегда можно подобрать такой слой вещества, в котором происходит полное поглощение потока α- или β-частиц.
Как следует из рисунка 2.13, после прохождения слоя вещества
толщиной Δ
интенсивность излучения уменьшается в два раза, т. е.
1/2
составляет 0,5I0. Толщина поглотителя, после прохождения которого
интенсивность потока γ-излучения
уменьшается вдвое, называется
слоем половинного ослабления γ-из-
лучения.
Его толщину можно найти, воспользовавшись законом БугераЛамберта-Бера, положив, что d =
= Δ
:
1/2
I
2
После логарифмирования этого
равенства по основанию е получаем
−⋅μΔ
12
Ie
0
/
. (2.14)
Рис. 2.13. Зависимость ослабления
интенсивности I γ-излучения от тол-
щины поглотителя d
0
=
31
– ln2 = – μΔ
, (2.15)
1/2
откуда находим
Δ
12
ln
==
μμ
. (2.16)
0 693/,
2
Зная слой половинного ослабления, можно довольно легко определить, какой нужно взять слой поглотителя, чтобы ослабить излучение в заданное число раз. Например, один слой половинного ослабления уменьшает интенсивность излучения в 2 раза, два слоя – в 4, три
n
слоя – в 8, четыре слоя – в 16, п слоев – в 2
раз.
Величина μm = μ/ρ называется массовым коэффициентом ослабле-
ния, который измеряется в м2/кг.
Основными причинами поглощения γ-излучения в веществе, как
мы видим, являются фотоэффект, комптоновское рассеяние и образование электронно-позитронных пap. В соответствии с этим линейный
коэффициент ослабления μ складывается из коэффициента поглощения при фотоэффекте τ, коэффициента комптоновского рассеяния σ
и коэффициента поглощения при образовании пар χ:
μ = τ + σ + χ. (2.17)
Каждое из этих слагаемых зависит от энергии γ-фотонов и атомного номера вещества по-разному. Например, зависимость μ от энергии γ-фотона для свинца имеет вид, представленный на рисунок 2.14.
В области энергий излучения, где образование пар не играет существенной роли, например при Е до 3 МэВ для свинца и при энергии
10–20 МэВ для воды, алюминия и биологической ткани, имеем
μ = σ + τ. (2.18)
–1
Коэффициент ослабления, м
Энергия, МэВ
Рис. 2.14. Зависимость коэффициента ослабления для свинца γ-излучения от его
при τ – фотоэффекте; σ – комптон-эффекте, χ – образовании электронно-позит-
ронных пар; μ – суммировании всех эффектов
энергии:
32
Для легких элементов (вода, алюминий, биологическая ткань) начиная с 200 кэВ процессом фотоэлектрического поглощения можно
пренебречь:
μ = σ, (2.19)
т. е. ослабление излучения происходит только за счет комптоновского рассеяния.
Полученный ранее закон Бугера-Ламберта-Бера характеризует
закон ослабления узкого пучка γ-излучения. В этом случае детектор
излучения, расположенный за поглотителем, не регистрирует рассеянных квантов. Геометрию узкого пучка можно создать только в лабораторных условиях путем специального диафрагмирования пучка
излучения.
На практике обычно между детектором излучения и поглотителем нет специальных диафрагм. Тогда рассеянные фотоны попадают
в регистрирующий прибор (рис. 2.15, б). В этом случае говорят, что
выполняется геометрия широкого пучка.
Очевидно, при одной и той же толщине поглотителя в условиях
широкого пучка будет происходить меньшее ослабление интенсивности излучения. Закон ослабления излучения в условиях широкого
пучка записывается следующим образом:
d
−⋅0μ
IIe BEdZ
=
()
, (2.20)
,,
где B(Е, d, Z) – фактор накопления, учитывающий изменение интен-
сивности потока γ-квантов за счет рассеянного излучения. Фактор
накопления зависит от энергии излучения (Е), толщины (d) и атомного номера (Z) поглотителя. Значения фактора накопления в воде,
свинце и других материалах для γ-квантов различных энергий можно
найти в литературе.
Различают следующие основные методы защиты от фотонного
излучения:
– уменьшение продолжительности работы на территориях или в
помещениях, где имеются источники фотонного излучения;
– увеличение расстояния от оператора до источника;
– уменьшение до минимально возможной активности используемого радиоактивного препарата;
а)
б)
Рис. 2.15. Схемы геометрии пучка γ-излучения:
а – узкого; б – широкого
33
– сооружение защитных ограждений (стенок, экранов, контейнеров и т. д.) из поглощающих материалов между источником и зоной
размещения персонала.
Для краткости эти возможные способы называют соответственно
защитой временем, расстоянием, количеством и экранировкой.
2.1.4. Взаимодействие нейтронов с веществом
Нейтроны не имеют электрического заряда, поэтому они не взаимодействуют с электрическим полем. Вследствие этого нейтроны не
могут непосредственным действием вызвать прямую ионизацию. Однако, как и электромагнитное излучение, нейтроны, в конечном счете,
передают свою энергию заряженным частицам. По важности, с точки
зрения радиационной защиты, процессы взаимодействия нейтронов
с веществом можно разделить на т р и основных типа: упругое
рассеяние, неупругое рассеяние и реакции захвата нейтрона.
При упругом рассеянии нейтрон сталкивается с ядрами и «отска-
кивает» от них по законам кинематики, т. е. таким же образом, как
при столкновении бильярдных шаров. Во время соударения нейтроны передают некоторую часть своей энергии ядрам в виде кинетической энергии. Легкие элементы наиболее подходят для замедления
нейтронов путем упругого рассеяния, поэтому на практике используются материалы с большим содержанием водорода: парафин, вода.
При неупругом рассеянии падающие на материал нейтроны пере-
дают часть своей энергии рассеивающим ядрам, вызывая их возбуждение. Возбужденные ядра излучают γ-лучи и возвращаются в основное
состояние. Далее могут происходить процессы взаимодействия γ-из-
лучения с веществом.
Реакции захвата нейтрона (поглощения) могут быть нескольких
видов; в этих реакциях нейтроны захватываются ядрами, которые
возбуждаются, а затем испускают другую частицу или фотон.
Пример 1:
В10 + n → 3Li7 + α.
5
Вылетевшая α-частица вызывает затем ионизацию среды.
Пример 2:
Fe58 + n → 26Li
26
59
+ γ.
Последующее взаимодействие γ-квантов с веществом вызывает
дальнейшую ионизацию.
Два приведенных примера захвата нейтронов различаются не
только в природе вторичного излучения, но и в вероятности реакции. Вероятность взаимодействия, приведенного во втором примере,
34
больше, чем в первом, и она возрастает по мере увеличения атомного
номера ядра. В плане защиты от нейтронного излучения этот факт
является положительным, так как тело человека состоит из элементов с малыми атомными номерами, поэтому вероятность подобного
взаимодействия мала.
Таким образом, воздействие нейтронов на тело человека сводится,
в конечном счете, к ионизации биологической ткани.
Эта ионизация обусловлена главным образом тремя основными процессами:
– захватом нейтронов ядрами азота по реакции
N14+n → 6C14 +p
7
(в результате образуются протоны со средней энергией 0,6 МэВ, ионизирующие биологическую ткань);
– захватом нейтронов ядрами водорода по реакции
H1 + n → 1H2 + γ
1
(ионизацию производят γ-кванты с энергией 2,18 МэВ, возникающие
при радиационном захвате);
– упругим рассеянием нейтронов на ядрах водорода, кислорода,
углерода и азота. Ионизацию производят ядра отдачи.
Помимо рассмотренных явлений взаимодействия нейтронов с веществом, важную роль в ядерной энергетике играет реакция деления
атомного ядра, сопровождающаяся захватом нейтрона.
Вопросы для самоконтроля
1. За счет каких процессов рассеивается энергия α-частиц при их прохожде-
нии через вещество?
2. Как потери энергии α-частиц на ионизацию зависят от зарядового числа?
3. Может ли от α-изучения защитить лист бумаги?
4. Что такое радиационные потери β-частиц?
5. За счет чего рассеивается энергия γ-излучения при его прохождении через
вещество?
6. По какому закону изменяется интенсивность γ-излучения в зависимости от
толщины поглощающего слоя?
7. Что такое слой половинного ослабления?
8. Как взаимодействуют нейтроны с веществом?
35
3. КОЛИЧЕСТВЕННАЯ МЕРА ВОЗДЕЙСТВИЯ
ИЗЛУЧЕНИЯ НА ВЕЩЕСТВО. ДОЗЫ
Сразу после открытия радиоактивности обнаружилось, что иметь
с ней дело небезопасно. Однако как определить степень опасности,
какими количественными критериями ее характеризовать? Оказалось, что сделать это непросто.
Взаимодействие излучения с веществом сопровождается проникновением излучения на разную глубину и передачей определенного
количества энергии, а также различным пространственным распределением этой энергии. Поэтому разные виды излучений оказывают
неодинаковое воздействие на ткани живого организма.
Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет
тем больше, чем больше энергии оно передаст тканям.
Количество энергии, которое излучение передает веществу, называется дозой.
В силу того, что γ-излучение, обладая высокой проникающей способностью, равномерно облучает организм в отличие от α- и β-из-
лучения для γ- и рентгеновского излучения при облучении воздуха
введено понятие экспозиционной дозы.
Экспозиционная доза (D
заряда ΣQ ионов одного знака, образованных в воздухе, к массе dm
воздуха в этом объеме:
) – это отношение суммарного
э
DQm
=∑ / Δ
M
Экспозиционная доза определяется только для воздуха и только
для квантового излучения с энергией от 5 кэВ до 3 МэВ.
В СИ единицей экспозиционной дозы является доза квантового
излучения, под действием которого в 1 кг сухого воздуха возникает
суммарный заряд ионов одного знака, равный 1 Кл, т. е. 1 Кл/кг.
Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р), причем 1 Кл/кг = 3876 Р, а 1 Р = 2,58 · 10–4 Кл/кг.
Уровень радиации может изменяться во времени, поэтому вводят
понятие мощности экспозиционной дозы (Dэ,/t) – это экспозиционная
доза в единицу времени. В системе СИ это 1 А/кг, т. к. 1 А = 1 Кл/с.
С 1 января 1990 года рекомендовано отказаться от практического
применения экспозиционной дозы.
Экспозиционная доза характеризует радиационную обстановку
независимо от свойств облучаемых объектов. Для характеристики
энергии ионизирующего излучения, поглощенной конкретным объектом, используют понятие поглощенной дозы.
Поглощенная доза (D) – это величина энергии ионизиру-
ющего излучения, переданная веществу:
36
.
dE
D
,
=
dm
где dE – средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, dm – масса вещества
в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему,
и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной
объему, деленной на массу этого объема.
В единицах СИ поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет
специальное название – грей (Гр), т. е. 1 Гр =1 Дж/кг.
Раньше для измерения поглощенной дозы применяли внесистемную единицу – рад (радиационная адаптированная доза). 1 рад =
= 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр, т. е. 1 Гр = 100 рад.
Для фотонного излучения поглощенную дозу можно рассчитать
по экспозиционной дозе этого излучения по формуле D = K
дDэ
, где
Kд – энергетический эквивалент поглощенной дозы. Он рассчитывает-
ся следующим образом. Исходя из определения экспозиционной дозы
при Dэ = 1 Кл/кг в 1 кг сухого воздуха образуется 0,625 · 1019 пар ионов.
На образование одного иона затрачивается энергия 5,44 · 10
Тогда Кд = 0,625 · 1019 · 5,44 · 10
–18
= 34 Гр/(Кл/кг) для воздуха. Для
–18
Дж.
биологических тканей Kд = 37,2 Гр/(Кл/кг).
При определении поглощенной дозы следует иметь в виду, что
кроме внешнего облучения организма существует внутреннее облучение, возникающее из-за проникновения внутрь организма радионуклидов с пищей, водой, вдыхаемым воздухом, через поры и повреждения кожного покрова. Причем вклад внутреннего облучения в
поглощенную дозу может превышать вклад внешнего.
В «Нормах радиационной безопасности Республики Беларусь»,
принятых в 2000 (НРБ-2000), вводится понятие поглощенной дозы
в органе или ткани.
Доза в органе или ткани (D
) – средняя поглощенная
т
доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
1
DDdm
=⋅
т
∫
m
т
m
т
,
где mт – масса органа или ткани, D – поглощенная доза в элементе
массы dm.
Из-за разной ионизирующей способности даже при одной и той же
поглощенной дозе α-, β-, γ-излучения оказывают неодинаковое поражающее действие. Различие в величине радиационного воздействия
можно учесть, приписав каждому виду излучения свой взвешивающий
коэффициент для отдельных видов излучения WR. Этот коэффициент
отражает степень разрушительного влияния данного вида излучения на вещество в сравнении с γ-излучением, для которого принято
37
W
= 1. Для других видов излучений WR, согласно НРБ-2000, имеют
R
следующие значения:
Фотоны любых энергий 1
Электроны и мюоны любых энергий 1
Нейтроны с энергией: менее 10 кэВ 5
от 10 до 100 кэВ 10
от 100 до 2 МэВ 20
от 2 до 20 МэВ 10
более 20 МэВ 5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи 5
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20
Для определения степени воздействия излучения на человеческий организм с учетом взвешивающего коэффициента для отдельных
видов излучения применяют понятие эквивалентной дозы.
Эквивалентная доза (H
) – это поглощенная доза в ор-
т, R
гане или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения WR:
H
где D
= WRD
т, R
– средняя поглощенная доза в органе или ткани T, WR – взве-
т, R
т, R
,
шивающий коэффициент для излучения R.
Поскольку WR > 1, то Н > D, т.е. эквивалентная доза больше или
равна поглощенной дозе.
При воздействии различных видов излучения с разными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как
сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:
HH
=
∑
TR
R
.
B,
Эквивалентная доза измеряется в зивертах. Так, для β-излучения
WR = 1 и эквивалентной дозе 1 Зв соответствует поглощенная доза
1 Гр.
Ранее применялась внесистемная единица эквивалентной дозы
бэр (биологический эквивалент рентгена); 1 Зв = 100 бэр.
Различные органы человека и биологические ткани имеют разную
чувствительность к радиоактивности. В первую очередь радиацией
поражаются красный костный мозг и половые железы. Нервная ткань
наиболее устойчива к излучению. Учет радиоактивной чувствительности тканей живого организма производят с помощью взвешиваю-
щих коэффициентов для тканей и органов (Wт). Он численно равен
эквивалентной дозе облучения всего организма в зивертах, которая
приводит к тем же последствиям, что и облучение данного органа эквивалентной дозой в 1 Зв.
38
Значения взвешивающих коэффициентов для тканей и органов,
согласно НРБ-2000, имеют значения, приведенные в таблице 3.1.
Таблица 3.1
Значения взвешивающих коэффициентов W
Ткань или орган
Гонады 0,20 Печень 0,05
Красный костный мозг 0,12 Пищевод 0,05
Толстый кишечник 0,12 Щитовидная железа 0,05
Легкие 0,12 Кожа 0,01
Желудок 0,12 Костные поверхности 0,01
Мочевой пузырь 0,05 Остальное 0,05
Грудная железа 0,05
W
т
для тканей и органов
т
Ткань или орган
W
т
Для учета различной чувствительности органов к радиоактивному излучению вводят понятие эффективной дозы.
Эффективная доза (Е) – мера риска возникновения отдаленных последствий облучения организма человека и отдельных его
органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:
Е = Σ(Hт Wт),
где Hт – эквивалентная доза в органе или ткани T, Wт – взвешивающий коэффициент для органа или ткани T.
Эффективная и эквивалентная дозы измеряются в зивертах.
В связи с тем, что человек подвергается не только внешнему облучению, но и внутреннему за счет радионуклидов, поступивших в
организм с пищей, воздухом и водой, в НРБ-2000 вводится понятие
эквивалентной дозы Hт(τ) или эффективной Е(τ) ожидаемой при
внутреннем облучении.
Доза эквивалентная Hт(τ) или эффективная Е( τ)
ожидаемая при внутреннем облучении – доза за время τ, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм:
t
+τ
HHtdt
тт
0
τ=
() ()
∫
t
0
,
EWHτ= τ
() ()
[]
∑
тт
т
,
где t0 – время начала поступления радионуклидов в организм, Нт(t) –
мощность эквивалентной дозы к моменту времени t в органе или ткани T.
Когда τ не определено, то его следует принять равным 50 годам
для взрослых и (70 – t0) – для детей и подростков.
39
Доза эффективная (эквивалентная) годовая –
сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения человека, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной
(эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
Единица годовой эффективной дозы – зиверт (Зв).
НРБ-2000 устанавливают следующие категории облучаемых лиц:
– персонал;
– все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий
их производственной деятельности.
Для категорий облучаемых лиц устанавливаются основные пределы доз (табл. 3.2). Они не включают в себя дозы от природного и
медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных
аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.
Таблица 3.2
Основные пределы доз (ПД) облучения
Нормиру-
емые вели-
чины
Эффективная
доза
персонал население
20 мЗв в год в среднем за любые
последовательные 5 лет, но не
более 50 мЗв в год
Пределы доз
1 мЗв в год в среднем за любые
последовательные 5 лет, но не
более 5 мЗв в год
Эффективная доза для персонала не должна превышать за период
трудовой деятельности (50 лет) 1000 мЗв, а для населения за период
жизни (70 лет) – 70 мЗв.
При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна
превышать пределов доз, установленных в таблице 3.2.
В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе
не должны создавать дозы, превышающие числовые значения ПД,
равные, в соответствии с таблицей 3.2, 20 мЗв в год для персонала и
1 мЗв в год для населения. Для студентов и учащихся старше 16 лет,
проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать ј значений, установленных для персонала.
Коллективная эффективная доза – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения. Она
равна сумме индивидуальных эффективных доз, полученных группой людей. Единица эффективной коллективной дозы – человеко-зи-
верт (чел.Зв).
40
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]